DE2457901A1 - Sicherheitsvorrichtung zur ueberdruckbegrenzung im behaelter eines wassergekuehlten kernreaktors - Google Patents

Sicherheitsvorrichtung zur ueberdruckbegrenzung im behaelter eines wassergekuehlten kernreaktors

Info

Publication number
DE2457901A1
DE2457901A1 DE19742457901 DE2457901A DE2457901A1 DE 2457901 A1 DE2457901 A1 DE 2457901A1 DE 19742457901 DE19742457901 DE 19742457901 DE 2457901 A DE2457901 A DE 2457901A DE 2457901 A1 DE2457901 A1 DE 2457901A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
water
volume
line
inner container
container
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
DE19742457901
Other languages
English (en)
Other versions
DE2457901C2 (de
Inventor
Edouard Le Borgne
Nicolas Gaouditz
Robert Mogavero
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from FR7344392A external-priority patent/FR2254973A5/fr
Priority claimed from FR7344391A external-priority patent/FR2254972A5/fr
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of DE2457901A1 publication Critical patent/DE2457901A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2457901C2 publication Critical patent/DE2457901C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

PATENTANWALT
8' München 22, Thierschstr. 27 Telefon (089) 22 50 51
CP 500/1335 München, den 6- Dezember 1974
Β' 5543.31PG Dr.M./es
Commissariat ä 1°Energie Atomique in Paris/Frankreich
Sicherheitsvorrichtung zur Überdruckbegrenzung im Behälter eines wassergekühlten Kernreaktors.
Die Erfindung betrifft eine Sicherheitsvorrichtung zur Begrenzung des Überdrucks in einem Behälter» der dort bei einem Unfall durch die plötzliche Erzeugung kondensierbarer Dämpfe auftreten kann. Die erfindungsgemäße Sicherheitsvorrichtung ist besonders bestimmt zur Begrenzung eines solchen Überdrucks im Behälter eines Kernreaktorss wo der Überdruck durch einen plötzlichen Bruch einer Kühlleitung auftreten kann, in der ein den Reaktorkern kühlendes Medium strömt.
Die Erfindung betrifft vorzugsweise wassergekühlte Kernreaktoren,, und zwar sowohl sogenannte Siedewasserreaktoren, wo die durch die Spaltreaktion im Reaktorkern erzeugte Wärme durch einen kontinuierlichen Zweiphasenstrom von Wasser und Dampf abgeleitet wird, als auch sogenannte Druckwasserreaktoren,, wo die Wärmeableitung durch strömendes Wasser erfolgt. Im Fall des Druckwasserreaktors gibt das unter Druck stehende flüssige VJasser nach Durchströmen des Reaktorkerns die dort aufgenommene Wärme in einem Wärmeaustauscher an einen sekundären Wasserkreislauf ab. Im Fall eines Siedewasserreaktors wird der beim D-urchgang durch den Reaktorkern erzeugte Dampf direkt
50982 6/029 8
in einer Energieerzeugungsanlaye genutzt, besonders durch Entspannung in einer Turbine. Im einen wie im anderen Fall dehnt sich bei einem schweren Unfall,, der im wesentlichen einem Bruch einer Hauptkühlwasserleitung entspricht, der durch die plötzliche Entspannung sofort erzeugte Dampf im Behälter des Reaktors aus. Man muß daher dafür sorgen, daß dieser Dampf mit größter Sicherheit im Inneren des Behälters zurückgehalten wird, wobei der Behälter auch dem auftretenden Druck widerstehen muß, so daß dieser möglicherweise kontaminierte Dampf keinesfalls in die Umgebungsluft entweicht.
Es sind bereits Baukörper oder dichte Behälter bekannt, welche dem bei einem Unfall dieser Art erzeugten Überdruck widerstehen. Jedoch erfordern diese bekannten Lösungen erhebliche Investitionen und führen zu bestimmten betrieblichen Schwierigkeiten. Eine andere vorteilhaftere bekannte Lösung ist, den Kernreaktor und den Kühlwasserkreislauf in einen ersten Behälter mit verhältnismäßig dünnen Wänden einzuschließen, der selbst im Inneren eines zweiten widerstandsfähigeren Behälters mit dicken Wänden, besonders aus Beton, enthalten ist. Der zwischen den beiden Behältern befindliche Raum ist teilweise mit flüssigem Wasser von etwa Raumtemperatur gefüllte und über diesem Wasservoluinen befindet sich ein Luftpolsterdas mit dem Wasserdampf bei der betreffenden Temperatur im Gleichgewicht ist. Diese beiden Behälter stehen miteinander durch Rohre in Verbindung, die einerseits im ersten Behälter und andererseits in dem Zwischenraum unterhalb der Oberfläche des darin enthaltenen Wassers münden und · dazu dienen, den bei einem Unfall im ersten Behälter plötzlich erzeugten Dampf abzuführen,, indem sie ihn in den Zwischenraum leiten, wo er durch das Wasservolumen strömen muß und sich dabei abkühlt und praktisch vollständig kondensiert, was die Gefahr eines nicht annehm= baren Überdrucks beseitigt.
509 8 2 6/0298
Die Erfindung bezweckt nun eiae Vorbesserung derartiger Sicherheitsvorrichtungen, wodurch besonders die Bedingungen der Dampfeinleitung in das im Zwischenraum befindliche Wasservolumen verbessert werden und so eine gleichmäßigere Mischung der vorhandenen Medien erreicht wird, was wiederum zu einem geringeren Überdruck führt. Die erfindungsgemäße Sicherheitsvorrichtung soll auch die Vibrationserscheinungen beim Durchgang von Dampf durch die Leitungen vom Innenbehälter zum Zwischenraum verringern.
Biese Aufgabe wird erfüllt durch eine Sicherheitsvorrichtung zur Überdruckbegrenzung im Behälter eines wassergekühlten Kernreaktors, dessen Behälter einen innenbehälter mit dünnen Wänden aufweist, der den Kernreaktor und den Kühlwasserkreislauf des Reaktorkerns enthält und von einem dickwandigen widerstandsfähigen Außenbehälter umgeben ist, wobei der Zwischenraum zwischen den beiden Behältern teilweise durch ein Volumen von flüssigem Wasser gefüllt ist» über dem sich ein Luftpolster "befindet, und Tauchleitungen zur Verbindung zwischen dem Innenbehälter und Außenbehälter vorgesehen sind, die mit einem Ende in der Viand des Innenbehälters oberhalb des Volumens des flüssigen Viassers im Zwischenraum münden und mit dem anderen Ende unter die Oberfläche dieses Wassers tauchen, wobei diese Sicherheitsvorrichtung erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet ist, daß jede Tauchleitung ein parallel zu ihrer Achse verlaufendes Fachwerk enthält, das den Dampfström in dieser Leitung und die im Wasservolumen erzeugten Blasen unterteilt.
Gemäß einer bevorzugten Ausführungsform tauchen die Enden der Tauchleitungen mit von einer zur anderen Leitung verschiedener Tiefe unter die Oberfläche des im Zwischenraum vorhandenen Volumens von flüssigem Wasser.
5098 2 6/0298
ve/schii
Die zweckmäßige Verteilung der verschiedenen Tauchleitungen im Gesamtvolumen des flüssigen V/assers im Zwischenraum zwischen den beiden Behältern ermöglicht so durch Einstellung ihrer Tauchtiefen und infolge ihres inneren Fachwerks bei einem etwa eintretenden Unfall die Absorption der maximal entwickelten Dampfmenge und Abführung dieser Menge in die gesamte flüssige Masse» die so gleichmäßig ausgenutzt wird.
Vorteilhafterweise erstreckt sich das Fachwerk jeder Tauchleitung tiefer als die Leitung selbst in das flüssige Wasser, wodurch vermieden wird, daß sich "bei einem hohen Dampfdurchsatz Blasen an dem untergetauchten Ende der Tauchleitung bilden. Ferner begrenzt zweckmäßigerweise das Fachwerk jeder Tauchleitung eine Mehrzahl von parallelen Kanälen, die über den Querschnitt der Leitung verteilt sind und deren Enden mit einer von der Mitte zum Rand des Rohrquerschnitts abnehmenden Tiefe eintauchen.
Bei einer ersten Ausführungsform besteht das Fachwerk jeder Tauchleitung aus ebenen Platten, die sich in zwei zueinander senkrechten Richtungen erstrecken und zwischen sich Kanäle mit quadratischem oder rechteckigem Querschnitt begrenzen. Bei einer anderen Ausführungsform weist das Fachwerk in jeder Tauchleitung radial angeordnete ebene Platten und rohrförmige Hülsen von wachsendem Durchmesser, die koaxial im Inneren der Leitung angeordnet sind, auf.
Die Begrenzung des Drucks im Zwischenraum oberhalb des Volumens des flüssigen Wassers ist eine wesentliche Bedingung der Betriebssicherheit der Anlage, und die erfindungsgemäße Sicherheitsvorrichtung liefert eine maximale Leistung, besonders durch den Ausgleich der Temperatur in allen Tiefen des Wasservolumens, Vor allem wird die Oberflächentemperatur soweit wie möglich begrenzt, was entsprechend
509826/0298
den Dampfpartialdruck im Luftpolster oberhalb des Flüssigkeit tsvolumens und damit den Gesamtdruck auf den Außenbehälter begrenzt.
Vorteilhafterweise und zur weiteren Verbesserung der Durchmischung des Dampfes mit dem Wasser im Zwischenraum weisen bestimmte Tauchleitungen an ihrem in das Wasservolumen eintauchenden Ende eine Injektionsdüse au£s die mit einer konvergierenden-divergierenden DUse als Strahlförderpumpe zusammenwirkt.
Schließlich ist bei einer weiteren bevorzugten Ausführungsform der Sicherheitsvorrichtung der Innenbehälter im Zwischenraum und unterhalb des Niveaus des Wasservolumens von mindestens einem kleinen Trog umgeben» der durch eine Seitenwand begrenzt und oben offen ist und mit dem Wasservolumen durch öffnungen in seiner Seitenwand in Verbindung steht» wobei der Innenbereich dieses kleinen Troges mit
leitung
dem Innenbehälter durch mindestens eine zusätzliches Tauch / verbunden ist„ das nur über eine sehr geringe Höhe in das Wasservolumen eintaucht. Diese zusätzliche Tauchleitung dient dazus des. im innenbehälter durch die Kondensation des in ihm verbleibenden Dampfes beim Entweichen des Dampfes durch die Tauchleitungen' erzeugten Unterdruck rascher mit dem Zwischenraum ins Gleichgewicht zu setzen und vor allem das in den Innenbehälter durch diese ausätalichen: Tauchleitungen vor Wiedereinstellung des Gleichgewichts zurück= gedrückte Volumen an flüssigem Wasser zu verringern.
Die Erfindung wird mit weiteren Einzelheiten und Vorteilen erläutert durch die folgende Beschreibung mehrerer Ausführungsbai «spiele „ wobei auf die beigefügten Zeichnungen Bezug genommen wird. Es zeigen;
- Fig. 1 einen schematischen Längsschnitt eines Kernreaktors mit einer erfindungsgemäßen Sicherheitsvorrichtung?
509826/0298
- Pig. 2a und 2b einen Längsschnitt dzw. Querschnitt einer Tauchleitung in größerem Maßstab;
- Pig. 3a und 2b entsprechende Schnitte wie Fig. 2a und 2b einer
anderen Ausführungsform einer Tauchleitung;
- Pig. 4 in größerem Maßstab einen Schnitt einer Injektionsdüse,
die am Ende bestimmter Tauchleitungen vorgesehen ist und mit einer Strahlförderdüse zusammenwirkt.
Fig. 1 zeigt die Gesamtheit 1 eines Behälters eines Kernreaktors, besonders eines sogenannten Druckwasserreaktors, wobei, wie bereits erwähnt, die im folgenden beschriebene Sicherheitsvorrichtung ebenso für einen Siedewasserreaktor geeignet ist. Der Kernreaktor weist einen Reaktorheizkessel 2 auf, der von einem dichten Gefäß 3 gebildet wird, das den Reaktorkern enthält und mit einer oberen Glocke 4 in Verbindung steht, die einen Wärmeaustauscher umschließt, durch den das unter Druck stehende Wasser, welches den Reaktorkern durchströmt und die dort entstehende Wärme abführt» seine Wärme an ein Sekundärmedium abgeben kann, das selbst in einer nicht gezeigten Energieerzeugungsanlage benutzt wird. Zum Reaktorheizkessel 2 gehört ein Druckgefäß 5» das mit dem den Reaktorkern enthaltenden Gefäß 3 durch eine Leitung 6 verbunden ist» wobei die Gesamtheit dieser Vorrichtungen an sich üblich und bekannt ist.
Das Behälterbauwerk 1, das den so aufgebauten Reaktorheizkessel 2 enthält, besteht aus einem Innenbehälter 7 mit verhältnismäßig dünnen Wänden,, besonders aus Stahl, der selbst von einem Außenbehälter 8 mit dickeren Wänden, vorzugsweise aus Beton, umgeben ist, der in seinem oberen Teil eine öffnung für den Zugang zum Innenbehälter aufweist, die normalerweise durch einen Stopfen 9 verschlossen ist. Die innenbehälter 7 und Außenbehälter 8 begrenzen zwischen sich ei-»
509826/0298
nen Zwischenraum 10, der teilweise durch ein Volumen 11 von flüssi*· gem Wasser gefüllt ist, das sich bei nahezu Raumtemperatur befindet. Über dem Niveau 12 dieses Volumens befindet sich im Zwischenraum ein Luftpolster im Gleichgewicht mit dem Wasserdampf bei der betrachteten Temperatur. Die Innenbehälter 7 und Außenbehälter 8 sind ferner miteinander durch eine Anzahl von Leitungen, sogenannte Tauchleitungen, besonders die Tauchleitungen 13, 14 und 15, verbunden, von denen jede, wie die Tauchleitung 13, ein oberes Ende 16 aufweist, das im Inneren des Innenbehälters 7 oberhalb des Niveaus 12 des im Zwischenraum 10 befindlichen Wassers mündet, während das entgegengesetzte Ende 17 unterhalb des Niveaus 12 in das Volumen 11 des flüssigen Wassers eintaucht.
Diese Tauchleitungen sind in Gruppen verteilt, wobei innerhalb jeder Gruppe die Tauchleitungen den gleichen Durchmesser aufweisen und dieser Durchmesser von einer Gruppe zur nächsten verschieden ist. Beispielsweise sind bei einer Ausführungsform, wo insgesamt fünfunddreißig solche Tauchleitungen vorgesehen sind, vorzugsweise zwei Gruppen angeordnet, nämlich fünfundzwanzig Tauchleitungen mit einem Durchmesser von 300 mm und zehn Tauchleitungen mit einem Durchmesser von nur 100 mm. Diese Tauchleitungen 13, 14 und 15 tauchen verschieden tief unter das Niveau 12 ein und sind zweckmäßigerweise im Zwischenraum sowohl rings um den Innenbehälter als auch über die Breite dieses Zwischenraums verteilt. Im beschriebenen Beispiel haben zwanzig Tauchleitungen mit einem Durchmesser von 300 mm eine Eintauchtiefe von 2 m, fünf dieser Tauchleitungen mit 30Cton Durchmesser eine Eintauchtiefe von 1,5m, acht Leitungen mit 100 mm Durchmesser eine Tauchtiefe von 0,5 m und schließlich zwei Leitungen mit 100 mm Durchmesser eine Tauchtiefe von 0,2 m.
509826/0298
Wenn infolge eines Betriebsunfalls, besonders durch einen Bruch einer Druckwasserleitung von großem Durchmesser, durch die das den Kern kühlende Wasser strömt, im inneren des Bauwerks 1 durch plötzliche Entspannung Dampf erzeugt wird, kann dieser aus dem innenbehälter 1 durch die Gesamtheit der Tauchleitungen entweichen und sich in der Gesamtheit des Volumens des flüssigen Wassers 11 im Zwischenraum 10 verteilen. Unter diesen Bedingungen wird die mittlere Temperatur im Bereich dieses Volumens vollkommen ausgeglichen, so daß der Druck im Zwischenraum 10 oberhalb des Niveaus 12, der unmittelbar von der Temperatur des im Zwischenraum enthaltenen Luftpolsters und der Temperatur an der oberfläche des Wasservolumens abhängt, unabhängig von der Menge des vom Innenbehälter kommenden Dampfes
wird
auf seinen Mindestwert begrenzt/ Infolge der Verteilung des Dampfstroms in der ganzen Masse der Flüssigkeit steigt die Temperatur nur minimal an, so daß der Dampfdruck oberhalb des Wasserniveaus ebenfalls so gering wie möglich bleibt, da er mit der Temperatur ansteigt.
Um das Auftreten von Vibrationen in den Tauchleitungen beim Durchströmen des Dampfes zu verhindern, ist der Innenraum dieser Leitungen in der besonders in den Figuren 2 und 3 gezeigten Weise ausgebildet. Die Fig. 2a und 2b zeigen in größerem Maßstab den unteren Teil einer Tauchleitung, z.B. der Leitung 13. Diese Tauchleitung weist in ihrem Innenraum ein Fachwerk 18 auf, das aus zwei Gruppen von jeweils untereinander parallelen Platten 19 und 20 gebildet ist, die sich in zueinander senkrechten Richtungen erstrecken, so daß im Querschnitt der Tauchleitung eine Gesamtheit von Kanälen 21 von quadratischem oder rechteckigem Querschnitt gebildet wird· Durch diese Kanäle wird der durch die Leitung 13 fließende Gesamtstrom des Dampfes aufgeteilt und vor allem vermieden, daß sich große Dampfbla-
509826/0298
sen bilden, welche die Gesamtanerdnung mechanisch zu stark beanspruchen. Außerdem sind vorzugsweise die Kanäle 21 in der Weise über das untere Ende 17 der Tauchleitung 13 verlängert, daß sie in der Mitte dieser Tauchleitung tiefer als am Rand der.Tauchleitung nach unten eintauchen.
Bei einer in den Fig. 3a und 3b gezeigten Abwandlung ist das Innenfachwerk der Tauchleitung 13 durch radiale Platten 22 gebildet, die mit Hülsen 23 zusammenwirken, die im Inneren der Tauchleitung und koaxial dazu angeordnet sind. Die auf diese Weise gebildeten Kanäle wirken ebenso wie im vorangehenden Beispiel.
Um einen maximalen Wirkungsgrad zu erreichen und die Homogenität der Temperaturen in allen Tiefen im Volumen des flüssigen Wassers im Zwischenraum noch zu verbessern, kann die Sicherheitsvorrichtung verbessert werden, indem man die Enden bestimmter unter das Niveau des flüssigen Wassers tauchender Tauchleitungen mit Injektionsdüsen 24 ausrüstet, die mit konvergierenden-divergierenden untergetauchten Trompen oder Strahlförderdüsen 25 zusammenwirken. Fig. 4 zeigt im größeren Maßstab Einzelheiten der Ausführimg einer solchen Strahl« förderpumpenanordnung bestehend aus Injektionsdüse 24 und Strahlförderdüse 25, wobei letztere einen konvergierenden Eingangstrichter 26 und divergierenden Ausgangsteil 27 aufweist, die durch einen zylindrischen Teil 28 von gleichbleibendem Durchmesser verbunden sind. Die Wasserstrahlpumpe verleiht diesem System in Kombination mit dem durch ein rasches Zusammenfallen der Dampfblasen erzeugten Vakuumeffekt eine sehr starke Pumpwirkung. Selbstverständlich können die Strahlförderdüsen gegenüber der Senkrechten geneigt sein, um eine bevorzugte Strömungsrichtung des Wassers im Flüssigkeitsvolumen zu erhalten und die Durchmischung und den Temperaturausgleich in der Flüssigkeit noch weiter zu verbessern.
60982&/02Θ8
Wenn sich bei einem Bx-uch des Hauptkühlkreises des Kernreaktors der Innenbehälter 7 infolge plötzlicher Entspannung des unter Druck stehenden Wassers mit Dampf füllt, entweicht der Dampf durch die Tauchleitungen 13, 14 und 15. Wenn das Entweichen beendet ist, sinkt die Temperatur im Innenbehälter, und es tritt eine Kondensation von Dampf ein, die zu einem Unterdruck bezüglich des Zwischenraums 10 führt.
Um die Auswirkungen dieses unterdrücke zu begrenzen und besonders die Gleichgewichtseinstellung des Innenbehälters 7 gegenüber dem Zwischenraum zu beschleunigen, sieht die erfindungsgemäße Sicherheitsvorrichtung vorzugsweise zusätzlich vor, an der Außenfläche des Innenbehälters 7 kleine Tröge 29 auszubilden. Jeder Trog 29 ist an seinem oberen Ende oberhalb des Niveaus 12 des Flüssigkeitsvolumens im Zwischenraum 10 offen und steht mit diesem Flüssigkeitsvolumen durch zwei in seiner Seitenwand ausgebildete kleine öffnungen 30 in Verbindung. Eine Tauchleitung 31 verbindet den Innenraum jedes Trogs mit dem Innenraum des Innenbehälters 7 und taucht über eine ganz geringe Strecke unter das Niveau 12. Diese Eintauchtiefe kann insbesondere bei einem Ausführungsbeispiel der Eintauchtiefe der einen der beiden Tauchleitungen von 100 mm Durchmesser entsprechen, welche 0,2 m unter das Flüssigkeitsniveau taucht. Die zusätzlichen Tauchleitungen 31 verringern so erheblich das Wasservolumen, das infolge des Uhterdrucks in den Innenbehälter eindringen kann, bevor sich die Drücke ausgleichen. Dieses Wasservolumen kann im übrigen in einer kleinenSchutzrinne 32 aufgefangen werden, die im Behälter 7 gegenüber den dort mündenden Enden der Tauchleitungen 31 vorgesehen ist und verhindert; daß Wasser auf den Heizkessel 2 spritzt.
Außerdem kann der Trog 29 durch eine Haube 33 von oben abgedeckt sein, deren seitenwand und unteres Ende 34 mit der Seitenwand und
509826/0298
dem oberen Ende 35 des Troges einen Umlenkweg 36 bildet, wobei diese Haube oberhalb des Wasserniveaus im Trog eine von kaltem Wasser durchströmte Kühlwasserschlange enthält. Die über dem Flüssigkeitsniveau im Trog befindlichen Dämpfe kondensieren an dieser Schlange und fallen als Regen herunter, wodurch der Druck in diesem Raum begrenzt wird.
Die Erfindung umfaßt auch Abwandlungen des beschriebenen Beispiels. Besonders ist sie nicht beschränkt auf die beschriebene Art des Innenbehälters 7, der in jeder geeigneten Weise ausgeführt sein'kann und nur den Überdruck aushalten muß, der infolge des Druckabfalls in den lauchleitungen auftritt, sowie den plötzlichen Überdruck im Augenblick des Unfalls, der infolge der Trägheit der in diesen Tauchleitungen befindlichen Wassersäule auftritt.
509826/0298

Claims (9)

  1. Patentansprüche
    ^^Sicherheitsvorrichtung zur Überdruckbegrenzung im Behälter eines wassergekühlten Kernreaktors, dessen Behälter einen Innenbehälter mit dünnen Wänden aufweist, der den Kernreaktor und den Kühlwasserkreislauf des Reaktorkerns enthält und von einem dickwandigen widerstandsfähigen Außenbehälter umgeben ist, wobei der Zwischenraum zwischen den beiden Behältern teilweise durch ein Volumen von flüssigem Wasser gefüllt ist, über dem sich ein Luftpolster befindet, und Tauchleitungen zur Verbindung zwischen dem Innenbehälter und Außenbehälter vorgesehen sind, die mit einem Ende in der Wand des Innenbehälters oberhalb des Niveaus des im Zwischenraum befindlichen Volumens von flüssigem Wasser münden und mit dem anderen Ende unter das Niveau dieses Wassers tauchen, dadurch gekennzeichnet, daß jede Tauchleitung (13,14,15) ein parallel zu ihrer Achse verlaufendes Fachwerk (19,2O;22,23) enthält, das den Dampfstrom in dieser Tauchleitung und die im Wasservolumen erzeugten Blasen unterteilt.
  2. 2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Enden (17) der Tauchleitungen (13,14,15) mit von einer zur anderen Leitung abgestufter Tiefe unter das Niveau des im Zwischenraum vorhandenen Volumens von flüssigem Wasser (11) tauchen.
  3. 3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß sich das Fachwerk (19,2O;22,23) jeder Tauchleitung (13,14,15) tiefer als die jeweilige Tauchleitung selbst in das Volumen von flüssigem Wasser hinein erstreckt«
  4. 4. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Fachwerk jeder Tauchleitung eine Mehrzahl von
    509826/0298
    parallelen Kanälen (2T) begrenzt, die über den Querschnitt der Tauchleitung verteilt sind und deren Enden mit einer von der Mitte zum Rand dieses Querschnitts abnehmenden Tiefe in das Volumen von flüssigem Wasser eintauchen.
  5. 5. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Fachwerk jeder Tauchleitung aus ebenen Platten (19,20) besteht, die sich in zwei zueinander senkrechten Richtungen erstrecken und zwischen sich Kanäle (21) mit quadratischem oder rechteckigem Querschnitt begrenzen.
  6. 6. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Fachwerk aus in jeder Tauchleitung (13) radial angeordneten Platten, (22) und rohrförmigen Hülsen (23) von wachsendem Durchmesser, die koaxial im Inneren der Tauchleitung (13) angeordnet sind, besteht*
  7. 7. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,» daß bestimmte Tauchleitungen (15) an ihrem in das Wasservolumen (11) eintauchenden Ende eine injektionsdüse (24) tragen, die mit einer konvergierenden-divergierenden Strahlförderdüse (25) als Wasserstrahlpumpe zusammenwirkt.
  8. 8. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 7» dadurch gekennzeichnet, daß der Innenbehälter (7) im Zwischenraum und unterhalb des Niveaus des Wasservolumens (11) wenigstens einen kleinen Trog (29) aufweist, der durch eine Seitenwand des Innenbehälters (7) begrenzt und oben offen ist und durch in seiner eigenen Seitenwand vorgesehene öffnungen (30) mit dem Wasservolumen in Verbindung steht„ wobei der Innenraum dieses Troges durch mindestens eine zu-
    509826/0298
    sätzliche Tauchleitung (31)„ die nur sehr.wenig tief in das Wasservolumen eintaucht, mit dem Innenraum des Innenbehälters (7) in Verbindung steht.
  9. 9. Vorrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß über
    (29)
    jedem kleinen Trog/eine Haube (33) vorgesehen ist, die eine Kühlschlange (37) enthält, an der die oberhalb des Niveaus des Wasservolumens im Trog befindlichen Dämpfe kondensieren.
    509826/0298
DE2457901A 1973-12-12 1974-12-06 Sicherheitsvorrichtung zur Überdruckbegrenzung im Behälter eines wassergekühlten Kernreaktors Expired DE2457901C2 (de)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7344392A FR2254973A5 (en) 1973-12-12 1973-12-12 Water cooled nuclear reactor twin secondary containment - the intervening space filled with water and mixers to condense leakage steam
FR7344391A FR2254972A5 (en) 1973-12-12 1973-12-12 Water cooled nuclear reactor twin secondary containment - the intervening space filled with water and mixers to condense leakage steam

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2457901A1 true DE2457901A1 (de) 1975-06-26
DE2457901C2 DE2457901C2 (de) 1983-07-28

Family

ID=26218078

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2457901A Expired DE2457901C2 (de) 1973-12-12 1974-12-06 Sicherheitsvorrichtung zur Überdruckbegrenzung im Behälter eines wassergekühlten Kernreaktors

Country Status (10)

Country Link
US (1) US4022655A (de)
JP (1) JPS5740998B2 (de)
CA (1) CA1017468A (de)
CH (1) CH591142A5 (de)
DE (1) DE2457901C2 (de)
ES (1) ES432791A1 (de)
GB (1) GB1463148A (de)
IT (1) IT1027052B (de)
NL (1) NL7415804A (de)
SE (1) SE398408B (de)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2344098A1 (fr) * 1976-03-08 1977-10-07 Kraftwerk Union Ag Dispositif d'evacuation ou de purge destine a limiter les surpressions dans les centrales nucleaires, notamment dans les centrales nucleaires a eau bouillante
FR2347748A1 (fr) * 1976-04-05 1977-11-04 Kraftwerk Union Ag Dispositif de decharge pour limiter la surpression dans les centrales nucleaires, en particulier les centrales a eau bouillante
WO2012007485A1 (de) * 2010-07-13 2012-01-19 Siemens Aktiengesellschaft Reaktorgebäude für druckwasserreaktoren

Families Citing this family (37)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6018960B2 (ja) * 1975-09-05 1985-05-13 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
JPS5279198A (en) * 1975-12-26 1977-07-04 Hitachi Ltd Nuclear reactor container
DE2616831C2 (de) * 1976-04-15 1978-04-06 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kondensationsrohr für Abblaseeinrichtungen, welche zur Überdruckbegrenzung bei Kernkraftwerken, insbesondere bei Siedewasser-Kernkraftwerken, dienen
DE2616830C2 (de) * 1976-04-15 1978-03-30 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kondensationsrohr für Abblaseeinrichtungen, welche zur Überdruckbegrenzung bei Kernkraftwerken, insbesondere bei Siedewasser-Kernkraftwerken, dienen
JPS5399191A (en) * 1977-02-08 1978-08-30 Toshiba Corp Plenum device
NL7905100A (nl) * 1979-06-29 1980-12-31 Stichting Bouwcentrum Inrichting voor het verwarmen van water in een reservoir.
JPS5646492A (en) * 1979-09-21 1981-04-27 Tokyo Shibaura Electric Co Steam condensation demice
US4388273A (en) * 1979-10-30 1983-06-14 Electric Power Research Institute Apparatus for preventing the diversion of plutonium in nuclear fuel reprocessing
US4473528A (en) * 1980-04-21 1984-09-25 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
DE3037468A1 (de) * 1980-10-03 1982-05-06 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Vorrichtung zum schutz des sicherheitsbehaelters eines kernkraftwerkes gegen ueberdruckversagen
FR2507373B1 (fr) * 1981-06-09 1987-08-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire
JPS5944693A (ja) * 1982-09-07 1984-03-13 株式会社日立製作所 原子炉
US4567016A (en) * 1983-06-24 1986-01-28 Tong Long S Venting means for nuclear reactors
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
JP2537538B2 (ja) * 1988-06-16 1996-09-25 株式会社日立製作所 自然循還型原子炉
JPH0718941B2 (ja) * 1989-05-11 1995-03-06 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
US5102617A (en) * 1990-09-11 1992-04-07 General Electric Company Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants
US5326540A (en) * 1991-11-27 1994-07-05 Philippe Chastagner Containment system for supercritical water oxidation reactor
FR2751401B1 (fr) * 1996-07-19 1998-08-28 Commissariat Energie Atomique Systeme de decharge de vapeur a condenseur interne
DE19809000C1 (de) * 1998-03-03 1999-07-22 Siemens Ag Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
DE19812073C1 (de) * 1998-03-19 1999-11-04 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf in einer Kernkraftanlage
US6088418A (en) * 1998-08-25 2000-07-11 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Pool pressure mitigation using sparger phase interaction
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9269462B2 (en) 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) * 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) * 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
CN102194533B (zh) * 2011-05-09 2013-08-14 中科华核电技术研究院有限公司 一种反应堆安全***
US9620252B2 (en) * 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Island mode for nuclear power plant
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US10062462B2 (en) * 2013-08-28 2018-08-28 Korea Atomic Energy Research Institute Facility for reducing radioactive material and nuclear power plant having the same
CN108922639A (zh) * 2018-06-27 2018-11-30 中广核研究院有限公司 核电厂安全壳内的气液喷嘴
CN111599494B (zh) * 2020-05-09 2023-05-30 哈尔滨工程大学 一种抑压水池
CN111599493B (zh) * 2020-05-09 2023-03-31 哈尔滨工程大学 一种抑压水池
CN111599492B (zh) * 2020-05-09 2023-05-30 哈尔滨工程大学 一种抑压管及应用该抑压管的抑压水池
CN112927827B (zh) * 2021-01-12 2023-03-28 西安交通大学 一种核反应堆抑压池的交错射流式鼓泡器

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2335687A (en) * 1941-08-25 1943-11-30 Arthur B Modine Radiator core
US2726681A (en) * 1950-09-18 1955-12-13 Brown Fintube Co Internally finned tube
GB1100298A (en) * 1965-01-03 1968-01-24 Skoda Np Improved system for eliminating thermal shocks in nuclear reactors
US3454466A (en) * 1967-12-29 1969-07-08 Atomic Energy Commission Nuclear reactor containment system for metropolitan sites
US3715270A (en) * 1968-01-30 1973-02-06 Ikaea Nuclear reactors
BE795314A (fr) * 1972-02-10 1973-05-29 Raufoss Ammunisjonsfabrikker Conduit echangeur de chaleur
US3905775A (en) * 1972-12-12 1975-09-16 Du Pont Module
US3871407A (en) * 1973-06-20 1975-03-18 Bykov A V Heat exchange apparatus

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
NICHTS-ERMITTELT *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2344098A1 (fr) * 1976-03-08 1977-10-07 Kraftwerk Union Ag Dispositif d'evacuation ou de purge destine a limiter les surpressions dans les centrales nucleaires, notamment dans les centrales nucleaires a eau bouillante
FR2347748A1 (fr) * 1976-04-05 1977-11-04 Kraftwerk Union Ag Dispositif de decharge pour limiter la surpression dans les centrales nucleaires, en particulier les centrales a eau bouillante
WO2012007485A1 (de) * 2010-07-13 2012-01-19 Siemens Aktiengesellschaft Reaktorgebäude für druckwasserreaktoren

Also Published As

Publication number Publication date
NL7415804A (nl) 1975-06-16
ES432791A1 (es) 1977-07-01
IT1027052B (it) 1978-11-20
DE2457901C2 (de) 1983-07-28
SE398408B (sv) 1977-12-19
JPS5740998B2 (de) 1982-08-31
US4022655A (en) 1977-05-10
CA1017468A (en) 1977-09-13
SE7415641L (de) 1975-06-13
CH591142A5 (de) 1977-09-15
JPS5090888A (de) 1975-07-21
GB1463148A (en) 1977-02-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2457901A1 (de) Sicherheitsvorrichtung zur ueberdruckbegrenzung im behaelter eines wassergekuehlten kernreaktors
DE1967230C3 (de) Vorrichtung zum Trennen einer Gas-Flüssigkeits-Mischung
DE3210745A1 (de) Reaktoranlage
DE1161361B (de) Kernreaktor fuer ein Hochseeschiff
DE2410701A1 (de) Schneller kernreaktor
DE69107752T2 (de) Führungseinrichtung für das Kontrollbündel eines Kernreaktors.
DE2938522A1 (de) Kernreaktor
DE2026941C3 (de) Vorrichtung zum Behandeln eines strömenden Fließmittels
DE1489636B2 (de) Brennstoffelement fur einen Kern reaktor
DE69611621T2 (de) System zur passiven notbeseitigung von wasserstoff für wassergekühlte kernreaktoren
DE1291422B (de) Steuervorrichtung fuer einen Beschleunigungsschwankungen ausgesetzten Siedewasser-Kernreaktor
DE1539794A1 (de) Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor
DE2625543A1 (de) Reaktoranlage
DE2510844A1 (de) Vorrichtung zum einspritzen einer fluessigkeit in das core eines kernreaktors
DE2505848A1 (de) Abblaseeinrichtung fuer dampfkraftwerke
DE2446090B2 (de) Kernreaktor, insbesondere druckwasserreaktor
DE69201401T2 (de) Vertikale Führungsvorrichtung für ein Regelstabbündel eines Kernreaktors.
DE2212761C2 (de) Kondensationseinrichtungen fur Leicht Wasserreaktoren
DE1127505B (de) Gasgekuehlter, fluessigkeitsmoderierter Atomkernreaktor mit Umlenkkuehlung
DE1246133B (de) Atomkernreaktor mit Kuehlung durch eine Suspension von Fluessigkeitsteilchen in einem Gas oder Dampf
DE1232665B (de) Kernreaktor mit von fluessigem Moderator umgebenen Druckrohren
DE1180857B (de) Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren
DE2129169A1 (de) Kernreaktor
DE2131377C3 (de) Kernreaktor mit Notkühlsystem
DE2413424A1 (de) Kernreaktor mit fluessigkeitskuehlung

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee